含硼不锈钢材料中子/γ综合屏蔽性能计算分析

采用蒙特卡罗粒子输运程序与燃耗计算分析程序相结合(MCNP5/ORIGEN2.1)的方法对辐射防护不锈钢材料屏蔽性能和活化产物进行了综合计算分析。结合辐射屏蔽设计结构优化方法和性能计算的具体要求,给出了中子/γ综合屏蔽性能分析评价方法,针对核反应堆单层外照射三层屏蔽结构简化模型,模拟计算了硼不锈钢和普通不锈钢材料对中子/γ混合辐射场的中子、光子、(n,γ)反应产生的光子、材料内二次活化产物光子的屏蔽效果,并对防护材料的综合屏蔽性能进行了评价。     

高通量堆NTD硅系统活化剂量计算

根据单晶硅及靶桶材料成分、测量的辐照孔道中子通量谱与辐照时间,采用点燃耗程序ORIGEN与蒙特卡罗程序MCNP耦合计算高通量堆中子嬗变掺杂(NTD)硅辐照系统活化后的外照射剂量当量率及各种活化产物放射性核素衰减变化情况,同时对各种活化核素剂量率贡献及相应衰减时间进行了分析。通过计算结果与堆厅γ电离室剂量率监测对比验证及堆厅屏蔽层厚度的保守估算,表明目前NTD硅系统转运过程屏蔽设计满足辐射防护要求,并提出有益建议。     

基于~(252)Cf源的反应堆结构屏蔽材料屏蔽性能测试装置设计

基于252Cf中子源,构建了反应堆结构屏蔽材料屏蔽性能测试装置设计模型。采用MCNP程序建立了测试模型,并逐次模拟计算屏蔽性能测试装置慢化层、中子防护层、γ光子防护层厚度。对于关键的慢化层,采用Geant4程序进一步验证MCNP程序的计算结果。通过分析模拟计算获得了最优屏蔽材料及厚度分别为:慢化层材料为石蜡,厚度为8 cm;中子防护层材料为聚乙烯,厚度为38 cm;γ防护层材料为铁,厚度为11 cm。模拟实验结果表明,所设计屏蔽性能测试装置能够满足中子慢化以及中子、光子防护的需要。     

可控中子源中子-伽马测井仪中屏蔽结构的优化

本文设计了一种使用遗传算法调用蒙特卡罗计算软件MCNP的方案,用以优化设计中子-伽马测井仪中的屏蔽结构。以D-D聚变中子源和BGO探测器为研究对象,以最小化探测器内的辐照本底为优化目标,设计出了3种不同厚度的屏蔽结构。模拟结果表明,这些屏蔽结构具有优异的屏蔽性能,可有效地降低探测器中的辐射本底。     

锦屏深地核天体物理实验室屏蔽计算

锦屏深地核天体物理实验室（JUNA）为核天体物理关键反应的研究提供了极低本底环境，加之400 kV强流高稳定加速器的使用，使核天体物理感兴趣能区（伽莫夫窗口）的直接测量成为可能。而同时为避免加速器产生本底破坏锦屏深地实验室的超低本底环境，需估算加速器运行本底，进而对核天体物理实验室进行整体屏蔽。以屏蔽系统的初步设计方案为基础，基于中国核数据中心推荐的综合评价核数据库CENDL-NP，采用MCNP方法对其进行了模拟计算。计算过程采取了权重窗技巧与改变几何条件相结合等方法来减小方差，以提高MCNP方法在计算深穿透问题时的准确性。计算结果表明，该实验室的屏蔽系统对加速器引起的本底进行了有效的屏蔽。     

HWRR屏蔽层活化源项研究

反应堆屏蔽层通常由钢筋混凝土浇筑而成,体积及重量巨大,是反应堆退役源项的重要来源之一。通过建立反应堆3D计算模型,利用MCNP和ORIGEN活化计算程序计算了重水研究堆(HWRR)屏蔽层不同位置的中子注量率和活化源项。为验证计算模型和计算结果的准确性,在HWRR屏蔽层活性区中央位置沿水平方向进行钻孔取样,对获得的混凝土样品中的~(60)Co和~(152)Eu的活度进行了测量,分析结果与计算结果较吻合,证明了理论计算模型的准确性。最后对HWRR屏蔽层的活化深度进行了计算,得出反应堆屏蔽层活化深度最大值为600 mm。计算结果证明保留外层屏蔽层的退役方案从理论上是可行的。     

MC法模拟重金属氧化物玻璃屏蔽性能

论文旨在验证采用MCNP软件获得的模拟实验结果真实性。利用MCNP粒子输运模拟软件计算不同重金属氧化物玻璃以及铅在不同能量γ射线下的质量衰减系数,平均自由程,使用XCOM程序预测计算γ射线能量在0.001~100 000 Me V的质量衰减系数以及平均自由程,通过将两种MC法模拟软件获得的计算结果与实验值对比,证明了采用MC法进行模拟计算的可靠性。研究结果表明,基于MC法的MCNP程序可用于计算重金属氧化物玻璃的屏蔽性能。     

新型耐高温中子屏蔽复合材料的设计制备及性能研究

采用表面改性处理技术,制备了由环氧树脂、B₄C（或BN）和聚丙烯酸铅组成的新型耐高温中子屏蔽复合材料,重点研究了材料制备工艺及主要性能指标,利用蒙特卡罗程序MCNP对材料中子屏蔽性能进行了模拟计算,并与文献报道的屏蔽材料铅硼聚乙烯进行了比较。结果显示,由环氧树脂、B₄C和聚丙烯酸铅组成的复合材料各项力学性能良好,具有良好的耐高温性能,210 ℃烘烤7 h外观无明显变化。MCNP模拟计算表明,对于从热中子至10 MeV的中子,4 cm厚新材料的中子剂量穿透率和中子注量穿透率均优于文献报道的同等厚度的铅硼聚乙烯材料。Am-Be中子源屏蔽试验的实测数据和模拟计算数据表明,两者随屏蔽材料厚度的变化趋势几乎完全一致,两者的差异随屏蔽材料厚度的增加逐渐减小,在10.5 cm处仅1.34%。     

10MW高温气冷堆屏蔽计算分析

高温气冷堆是第4代核能系统的重要堆型之一,由于其堆芯体积庞大、几何结构复杂,屏蔽计算难度较大.本工作使用三维SN程序TORT对10 MW高温气冷堆进行屏蔽计算,并用ANISN、MCNP程序进行校核.结果表明,TORT程序计算结果与ANISN、MCNP程序计算结果符合很好.     

屏蔽材料组分含量的优化设计

防辐射材料的屏蔽性能跟材料的组成成分含量是有关的,成分含量不同,屏蔽效果也不同。利用遗传算法,对衰减公式进行优化计算,得出各组分含量的最佳配比。用MCNP程序对几种组分配比的材料进行X射线屏蔽模拟,结果表明利用遗传算法计算出来的配比材料屏蔽效果最好。     

用于核素在线瞬发伽马数据测量的热中子源设计

基于MCNP程序建立了西安脉冲堆热中子源设计的蒙特卡罗深穿透耦合屏蔽计算方法；采用MCNP临界源模型计算了热柱方腔前表面的中子、伽马平面源的参数，并与实验值进行了对比，给出了平面源的修正系数；基于中子、伽马等效平面源，采用新型硼铝复合材料以及铅、铋等材料，优化设计了热中子束流滤束装置，给出了热中子束流滤束装置的升级改造方案，得到热中子通量密度较原设计方案提高3倍、中子伽马通量密度比值大于10的平行热中子束，且束流外侧区域的中子、伽马本底剂量率接近0.025 mSv/h的辐射防护标准。     

硼铝复合材料热中子屏蔽性能分析

硼铝复合材料因制备工艺简单,力学性能良好,原材料价格低廉等诸多优点被广泛研究,并被用作诸多领域的热中子吸收材料。本文采用理论计算、MCNP软件模拟、实验测量等多种方法对硼铝复合材料的热中子屏蔽性能进行了评估分析。通过理论计算发现,对于相同配比的硼铝复合材料,从材料的热中子吸收性能方面,添加硼单质的效果优于添加碳化硼。通过MCNP程序模拟计算和实验测量发现,硼铝复合材料对能量低于10^-7 MeV的中子吸收效果比较显著。     

Monte Carlo neutron-photon calculations applied to ignitor tokamak machine

Ignitor is an Italian designed compact Tokamak machine to demonstrate the ignition feasibility of D-T and D-D high density plasma.

Peculiar problems concerning shielding, activation and material damaging due to high energy neutron irradiation and complex geometry are faced.

The geometry including also toroidal configurations, the very severe requirements for personnel accessibility after operation and the insulation stringent characteristics pushed to perform a detailed analysis by MNCP Monte Carlo code.

The results are crucial in the determination of the choice and the size of the shielding materials and have a strong impact on the maximum admissible duration of the irradiation, i.e. of the whole experiment.     

乏燃料运输容器屏蔽性能检测技术

我国放射性物质运输安全监管的一项重要内容是对运输容器进行辐射屏蔽性能检测,确保其满足《放射性物质安全运输规程》的要求。在实际对乏燃料运输容器进行辐射屏蔽性能检测时反映出了一些尚需解决的问题和难点,如中子辐射水平测量的可靠性,表面中子辐射水平的准确测量等。本文主要针对乏燃料运输容器屏蔽性能检测中涉及的中子辐射水平测量可靠性开展相关研究。通过分析比较不同类型测量仪器的测量结果,结合乏燃料运输容器外部辐射水平的模拟计算结果,提出优化乏燃料运输容器屏蔽性能检测技术的建议,为技术的完善和乏燃料运输管理工作提供借鉴。     

Shielding Performance Measurements of Spent Fuel Transportation Container

The safety supervision of radioactive material transportation package has been further stressed and implemented. The shielding performance measurements of spent fuel transport container is the important content of supervision. However, some of the problems and difficulties reflected in practice need to be solved, such as the neutron dose rate on the surface of package is too difficult to measure exactly, the monitoring results are not always reliable, etc. The monitoring results using different spectrometers were compared and the simulation results of MCNP runs were considered. An improvement was provided to the shielding performance measurements technique and management of spent fuel transport.     

Am-Be中子源屏蔽优化设计的蒙特卡罗模拟研究

用低密度富氢材料作为²⁴¹Am-Be中子源防护罐屏蔽材料,防护罐尺寸大,屏蔽效率低,不利于现场测井作业。利用蒙特卡罗模拟方法,分别计算多种屏蔽材料对中子的慢化效果,优化设计了中子屏蔽效果好、相对轻便的防护罐。模拟结果得到:针对石油测井常用的18 Ci ²⁴¹Am-Be中子源屏蔽罐,内层选用钨作为高能快中子的慢化层,厚度取13 cm;外层选用硼聚乙烯作为较低能量快中子慢化和热中子吸收层,厚度取18 cm。防护罐整体尺寸为φ62 cm×62 cm,体积0.187 m³,质量430 kg,比传统石蜡罐直径和重量约小一半,屏蔽罐外辐射剂量率小于0.025 mSv·h^-1,符合辐射防护标准要求。     

钨-铜合金影锥屏蔽体屏蔽性能的MCNP程序计算

利用MCNP程序对影锥屏蔽体的屏蔽性能进行计算和深入分析。结果表明：影锥屏蔽体对于周围及样品造成的散射中子本底影响低于1.4%。中子穿透影锥屏蔽体而产生的γ射线泄漏率为10^-16～10^-14数量级，对于中子散射微分截面的实验测量，其影响可以忽略不计。W-Cu合金影锥屏蔽体的设计模型符合设计标准，就飞行距离为4～10 m的范围而言，影锥屏蔽体可使源中子注量衰减10^-7，屏蔽效果显著。     

基于助力型外骨骼的外照射防护服研制

本文用MCNP软件进行模拟计算,设计了屏蔽一定能量中子和γ射线的屏蔽材料,用此屏蔽材料制作中子、γ外照射防护马甲,防护马甲存在厚又重的问题,人体很难承受它的重量。通过研究助力型外骨骼装置,将助力型外骨骼装置与防护马甲组合形成防护服,用助力型外骨骼装置承受防护马甲的重量,解决了人体需要承重的难题。并用放射源和在现场对研制的防护服进行性能测试,屏蔽率、厚度、均匀性等各项技术参数均达到预期要求。